Картинка i-doc.gif Паспорта

   на продукцию

  Картинка i-zip.gif Золошлаковая смесь (ЗШС)

  Картинка i-zip.gif Архив паспортов

 

 

 

  Картинка i-xls.gif Прайс-лист

Контакты

Адрес:
664056 г. Иркутск,
ул. Салацкого, 17
(м/р Приморский),

тел./факс: (3952) 793-663  
Написать нам письмо

Нормы радиационной безопасности (НРБ-99).

1. Область применения

1.1. Нормы радиационной безопасности НРБ-99 (далее - Нормы) применяются для обеспечения безопасности человека во всех условиях воздействия на него ионизирующего излучения искусственного или природного происхождения.

Требования и нормативы, установленные Нормами, являются обязательными для всех юридических лиц, независимо от их подчиненности и формы собственности, в результате деятельности которых возможно облучение людей, а также для администраций субъектов Российской Федерации, местных органов власти, граждан Российской Федерации, иностранных граждан и лиц без гражданства, проживающих на территории Российской Федерации.

1.2. Настоящие Нормы являются основополагающим документом, регламентирующим требования Федерального закона “О радиационной безопасности населения” в форме основных пределов доз, допустимых уровней воздействия ионизирующего излучения и других требований по ограничению облучения человека. Никакие другие нормативные и методические документы не должны противоречить требованиям Норм.

1.3. Нормы распространяются на следующие виды воздействия ионизирующего излучения на человека:

- в условиях нормальной эксплуатации техногенных источников излучения;

- в результате радиационной аварии;

- от природных источников излучения;

- при медицинском облучении.

Требования по обеспечению радиационной безопасности сформулированы для каждого вида облучения. Суммарная доза от всех видов облучения используется для оценки радиационной обстановки и ожидаемых медицинских последствий, а также для обоснования защитных мероприятий и оценки их эффективности.

1.4. Требования Норм и Правил не распространяются на источники излучения, создающие при любых условиях обращения с ними:

- индивидуальную годовую эффективную дозу не более 10 мкЗв;

- индивидуальную годовую эквивалентную дозу в коже не более 50 мЗв и в хрусталике не более 15 мЗв;

- коллективную эффективную годовую дозу не более 1 чел-Зв, либо когда при коллективной дозе более 1 чел-Зв оценка по принципу оптимизации показывает нецелесообразность снижения коллективной дозы.

Требования Норм и Правил не распространяются также на космическое излучение на поверхности Земли и внутреннее облучение человека, создаваемое природным калием, на которые практически невозможно влиять.

Перечень и порядок освобождения источников излучения от радиационного контроля устанавливается санитарными правилами.

2. Общие положения

2.1. Главной целью радиационной безопасности является охрана здоровья населения, включая персонал, от вредного воздействия ионизирующего излучения путем соблюдения основных принципов и норм радиационной безопасности без необоснованных ограничений полезной деятельности при использовании излучения в различных областях хозяйства, в науке и медицине.

2.2. Основу системы радиационной безопасности, сформулированной в данных Нормах, составляют современные международные научные рекомендации [1-20], опыт стран, достигших высокого уровня радиационной защиты населения, и отечественный опыт. Данные мировой науки показывают, что соблюдение Международных основных норм безопасности, которые легли в основу Норм, надежно гарантирует безопасность работающих с источниками излучения и всего населения.

2.3. Ионизирующая радиация при воздействии на организм человека может вызвать два вида эффектов, которые клинической медициной относятся к болезням: детерминированные пороговые эффекты (лучевая болезнь, лучевой дерматит, лучевая катаракта, лучевое бесплодие, аномалии в развитии плода и др.) и стохастические (вероятностные) беспороговые эффекты (злокачественные опухоли, лейкозы, наследственные болезни).

2.4. Нормы радиационной безопасности относятся только к ионизирующему излучению. В Нормах учтено, что ионизирующее излучение является одним из множества источников риска для здоровья человека, и что риски, связанные с воздействием излучения, не должны соотноситься только с выгодами от его использования, но их следует сопоставлять и с рисками нерадиационного происхождения.

2.5. Для обеспечения радиационной безопасности при нормальной эксплуатации источников излучения необходимо руководствоваться следующими основными принципами:

- непревышение допустимых пределов индивидуальных доз облучения граждан от всех источников излучения (принцип нормирования);

- запрещение всех видов деятельности по использованию источников излучения, при которых полученная для человека и общества польза не превышает риск возможного вреда, причиненного дополнительным облучением (принцип обоснования);

- поддержание на возможно низком и достижимом уровне с учетом экономических и социальных факторов индивидуальных доз облучения и числа облучаемых лиц при использовании любого источника излучения (принцип оптимизации).

2.6. Ответственность за соблюдение настоящих Норм устанавливается в соответствии со статьей 55 Закона Российской Федерации "О санитарно-эпидемиологическом благополучии населения”.

2.7. Для обоснования расходов на радиационную защиту при реализации принципа оптимизации принимается, что облучение в коллективной эффективной дозе в 1 чел.-Зв приводит к потенциальному ущербу, равному потере 1 чел.-года жизни населения. Величина денежного эквивалента потери 1 чел.-года жизни населения устанавливается методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора в размере не менее 1 годового душевого национального дохода.

2.8. Индивидуальный и коллективный пожизненный риск возникновения стохастических эффектов определяется соответственно:

где r, R - индивидуальный и коллективный пожизненный риск соответственно;

Е - индивидуальная эффективная доза;

pi(Е)dE, - вероятность для i-го индивидуума получить годовую эффективную дозу от Е до E+dE;

rЕ - коэффициент пожизненного риска сокращения длительности периода полноценной жизни в среднем на 15 лет на один стохастический эффект (от смертельного рака, серьезных наследственных эффектов и несмертельного рака, приведенного по вреду к последствиям от смертельного рака), равный

для производственного облучения:

rE = 5,6´ 10-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;
rE = 1,1´ 10-1 1/чел.-Зв при Е ³ 200 мЗв/год;

для облучения населения:

rE = 7,3 ´ 10-2 1/чел.-Зв при Е < 200 мЗв/год;
rE = 1,5 ´ 10-1 1/чел.-Зв при Е ³ 200 мЗв/год.

2.9. Для целей радиационной безопасности при облучении в течение года индивидуальный риск сокращения длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов консервативно принимается равным:

ri,Д = Pi[D>Д],

где Pi[D>Д], - вероятность для i-го индивидуума быть облученным с дозой больше Д при обращении с источником в течение года;

Д - пороговая доза для детерминированного эффекта.

2.10. Потенциальное облучение коллектива из N индивидуумов оправдано, если

,

где Oc - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения стохастических эффектов, равное 15 лет;

Oд - среднее сокращение длительности периода полноценной жизни в результате возникновения тяжелых последствий от детерминированных эффектов, равное 45 лет; ст - денежный эквивалент потери 1 чел.-года жизни населения;

V - доход от производства;

Р - затраты на основное производство, кроме ущерба от защиты;

Y - ущерб от защиты.

Снижение риска до возможно низкого уровня (оптимизацию) следует осуществлять с учетом двух обстоятельств:

- предел риска регламентирует потенциальное облучение от всех возможных источников излучения. Поэтому для каждого источника излучения при оптимизации устанавливается граница риска;

- при снижении риска потенциального облучения существует минимальный уровень риска, ниже которого риск считается пренебрежимым и дальнейшее снижение риска нецелесообразно.

2.11. Предел индивидуального пожизненного риска в условиях нормальной эксплуатации для техногенного облучения в течение года персонала принимается округленно 1,0 ´ 10-3, а для населения - 5,0 ´ 10-5.

Уровень пренебрежимого риска разделяет область оптимизации риска и область безусловно приемлемого риска и составляет 10-6.

3. Требования к ограничению техногенного облучения
в контролируемых условиях

3.1. Нормальные условия эксплуатации источников излучения

3.1.1. Устанавливаются следующие категории облучаемых лиц:

- персонал (группы А и Б);

- все население, включая лиц из персонала, вне сферы и условий их производственной деятельности.

3.1.2. Для категорий облучаемых лиц устанавливаются три класса нормативов:

- основные пределы доз (ПД), приведенные в таблице 3.1;

- допустимые уровни монофакторного воздействия (для одного радионуклида, пути поступления или одного вида внешнего облучения), являющиеся производными от основных пределов доз: пределы годового поступления (ПГП), допустимые среднегодовые объемные активности (ДОА) и среднегодовые удельные активности (ДУА) и другие;

- контрольные уровни (дозы, уровни, активности, плотности потоков и др.). Их значения должны учитывать достигнутый в организации уровень радиационной безопасности и обеспечивать условия, при которых радиационное воздействие будет ниже допустимого.

Таблица 3.1

Основные пределы доз

Нормируемые величины*

Пределы доз

персонал (группа А)**

население

Эффективная доза

20 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 50 мЗв в год

1 мЗв в год в среднем за любые последовательные 5 лет, но не более 5 мЗв в год

Эквивалентная доза за год в хрусталике глаза***

150 мЗв

15 мЗв

коже****

500 мЗв

50 мЗв

кистях и стопах

500 мЗв

50 мЗв

Примечания:

* Допускается одновременное облучение до указанных пределов по всем нормируемым величинам.

** Основные пределы доз, как и все остальные допустимые уровни облучения персонала группы Б равны 1/4 значений для персонала группы А. Далее в тексте все нормативные значения для категории персонал приводятся только для группы А.

*** Относится к дозе на глубине 300 мг/см2.

**** Относится к среднему по площади в 1 см2 значению в базальном слое кожи толщиной 5 мг/см2 под покровным слоем толщиной 5 мг/см2. На ладонях толщина покровного слоя - 40 мг/см2. Указанным пределом допускается облучение всей кожи человека при условии, что в пределах усредненного облучения любого 1 см2 площади кожи этот предел не будет превышен. Предел дозы при облучении кожи лица обеспечивает непревышение предела дозы на хрусталик от бета-частиц.

3.1.3. Основные пределы доз облучения не включают в себя дозы от природного и медицинского облучения, а также дозы вследствие радиационных аварий. На эти виды облучения устанавливаются специальные ограничения. Исключение составляют пределы доз для персонала, которые включают в себя дозы от природного облучения в производственных условиях.

3.1.4. Эффективная доза для персонала не должна превышать за период трудовой деятельности (50 лет) - 1000 мЗв, а для населения за период жизни (70 лет) - 70 мЗв. Начало периодов вводится с 1 января 2000 года.

3.1.5. При одновременном воздействии на человека источников внешнего и внутреннего облучения годовая эффективная доза не должна превышать пределов доз, установленных в табл. 3.1.

3.1.6. В стандартных условиях монофакторного поступления радионуклидов, определенных в разделе 8 Норм, годовое поступление радионуклидов через органы дыхания и среднегодовая объемная активность их во вдыхаемом воздухе не должны превышать числовых значений ПГП и ДОА, приведенных в приложениях П-1 и П-2, где пределы доз взяты равными 20 мЗв в год для персонала и 1 мЗв в год для населения.

В условиях нестандартного поступления радионуклидов величины ПГП и ДОА устанавливаются методическими указаниями федерального органа госсанэпиднадзора.

3.1.7. Для персонала группы А значения ПГП и ДОА дочерних изотопов радона (222Rn и 220Rn) - 218Po (RaA); 214Pb (RaB); 214Bi (RaC); 212Pb (ThB); 212Bi (ThC) в единицах эквивалентной равновесной активности составляют:

ПГП: 0,10 ПRaA + 0,52 ПRaB + 0,38 ПRaC = 3,0 МБк

0,91 ПThB + 0,09 ПThC = 0,68 МБк

ДОА: 0,10 АRaA + 0,52 АRaB + 0,38 АRaC = 1200 Бк/м3

0,91 АThB + 0,09 АThC = 270 Бк/м3,

где Пi и Аi - годовые поступления и среднегодовые объемные активности в зоне дыхания соответствующих дочерних изотопов радона.

3.1.8. Для женщин в возрасте до 45 лет, работающих с источниками излучения, вводятся дополнительные ограничения: эквивалентная доза на поверхности нижней части области живота не должна превышать 1 мЗв в месяц, а поступление радионуклидов в организм за год не должно быть более 1/20 предела годового поступления для персонала. В этих условиях эквивалентная доза облучения плода за 2 месяца невыявленной беременности не превысит 1 мЗв. Для обеспечения выполнения указанного норматива при одновременном воздействии источников внешнего и внутреннего облучения должно выполняться требование п. 3.1.5.

При установлении беременности женщина обязана информировать об этом администрацию и должна переводиться на работу, не связанную с источниками излучения, на периоды беременности и грудного вскармливания ребенка.

3.1.9. Для студентов и учащихся старше 16 лет, проходящих профессиональное обучение с использованием источников излучения, годовые дозы не должны превышать значений, установленных для персонала группы Б.

3.2. Планируемое повышенное облучение

3.2.1. Планируемое облучение персонала группы А выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии может быть разрешено только в случае необходимости спасения людей и (или) предотвращения их облучения. Планируемое повышенное облучение допускается для мужчин старше 30 лет лишь при их добровольном письменном согласии, после информирования о возможных дозах облучения и риске для здоровья.

Планируемое облучение экипажей, находящихся в море судов ВМФ с атомными энергетическими установками, личного состава аварийно-спасательных и других специальных формирований выше установленных пределов доз (см. табл. 3.1.) при ликвидации или предотвращении аварии регламентируется ведомственными документами, согласованными с Минздравом России.

3.2.2. Планируемое повышенное облучение в эффективной дозе до 100 мЗв в год и эквивалентных дозах не более двухкратных значений, приведенных в табл. 3.1, допускается с разрешения территориальных органов госсанэпиднадзора, а облучение в эффективной дозе до 200 мЗв в год и четырехкратных значений эквивалентных доз по табл. 3.1 - только с разрешения федерального органа госсанэпиднадзора.

Повышенное облучение не допускается:

- для работников, ранее уже облученных в течение года в результате аварии или запланированного повышенного облучения с эффективной дозой 200 мЗв или с эквивалентной дозой, превышающей в четыре раза соответствующие пределы доз, приведенные в табл.3.1;

- для лиц, имеющих медицинские противопоказания для работы с источниками излучения.

3.2.3. Лица, подвергшиеся облучению в эффективной дозе, превышающей 100 мЗв в течение года, при дальнейшей работе не должны подвергаться облучению в дозе свыше 20 мЗв/год.

Облучение эффективной дозой свыше 200 мЗв в течение года должно рассматриваться как потенциально опасное. Лица, подвергшиеся такому облучению, должны немедленно выводиться из зоны облучения и направляться на медицинское обследование. Последующая работа с источниками излучения этим лицам может быть разрешена только в индивидуальном порядке с учетом их согласия по решению компетентной медицинской комиссии.

3.2.4. Лица, не относящиеся к персоналу, привлекаемые для проведения аварийных и спасательных работ, приравниваются к персоналу группы А, и на них распространяются положения раздела 3.2 настоящих Норм. Эти лица должны быть обучены (с проверкой знаний) для работы в зоне радиационной аварии и пройти медицинский осмотр.

4. Требования к защите от природного облучения
в производственных условиях

4.1. Эффективная доза облучения природными источниками излучения работников, не относящихся к категории персонал, не должна превышать 5 мЗв/год в производственных условиях (любые профессии и производства).

4.2. Средние значения радиационных факторов в течение года, соответствующие при монофакторном воздействии эффективной дозе 5 мЗв/год при продолжительности работы 2000 ч/год, средней скорости дыхания 1,2 м3/ч и радиоактивном равновесии радионуклидов уранового и ториевого рядов в производственной пыли, составляют:

- мощность эффективной дозы гамма-излучения на рабочем месте - 2,5 мкЗв/ч;

- ЭРОАRn в воздухе зоны дыхания - 310 Бк/м3;

- ЭРОАTn в воздухе зоны дыхания - 68 Бк/м3;

- удельная активность в производственной пыли урана-238, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда - 40/f кБк/кг, где f - среднегодовая общая запыленность воздуха в зоне дыхания, мг/м3;

- удельная активность в производственной пыли тория-232, находящегося в радиоактивном равновесии с членами своего ряда, - 27/f, кБк/кг.

При многофакторном воздействии должно выполняться условие: сумма отношений воздействующих факторов к значениям, приведенным выше, не должна превышать 1.

4.3. Воздействие космических излучений на экипажи самолетов нормируется как природное облучение в производственных условиях по п. 4.1

5. Требования к ограничению облучения населения

5.1. Общие положения

5.1.1. Радиационная безопасность населения достигается путем ограничения воздействия от всех основных видов облучения (п. 1.3). Возможности регулирования разных видов облучения существенно различаются, поэтому регламентация их осуществляется раздельно с применением разных методологических подходов и технических способов.

5.1.2. В отношении всех источников облучения населения следует принимать меры как по снижению дозы облучения у отдельных лиц, так и по уменьшению числа лиц, подвергающихся облучению, в соответствии с принципом оптимизации.

5.2. Ограничение техногенного облучения в нормальных условиях

5.2.1. Годовая доза облучения населения не должна превышать основные пределы доз (табл. 3.1). Указанные пределы доз относятся к средней дозе критической группы населения, рассматриваемой как сумма доз внешнего облучения за текущий год и ожидаемой дозы до 70 лет вследствие поступления радионуклидов в организм за текущий год.

5.2.2. Для ограничения облучения населения отдельными техногенными источниками излучений федеральным органом госсанэпиднадзора для них устанавливаются квоты (доли) предела годовой дозы но так, чтобы сумма квот не превышала пределов доз, указанных в таблице 3.1.

5.2.3. Облучение населения техногенными источниками излучения ограничивается путем обеспечения сохранности источников излучения, контроля технологических процессов и ограничения выброса (сброса) радионуклидов в окружающую среду, а также другими мероприятиями на стадии проектирования, эксплуатации и прекращения использования источников излучения.

5.2.4. На основании значений ПГП радионуклидов через органы пищеварения и квот предела дозы (1,0 или 5,0 мЗв/год) может быть рассчитана для конкретных условий допустимая удельная активность основных пищевых продуктов с учетом их распределения по компонентам рациона и в питьевой воде, а также с учетом поступления радионуклида через органы дыхания и внешнего облучения. Значения ПГП радионуклидов для населения через органы дыхания и пищеварения, а также соответствующие им значения ДОА и УВ приведены в приложении П-2.

5.3. Ограничение природного облучения

5.3.1. Допустимое значение эффективной дозы, обусловленной суммарным воздействием природных источников излучения, для населения не устанавливается. Снижение облучения населения достигается путем установления системы ограничений на облучение населения от отдельных природных источников излучения.

5.3.2. При проектировании новых зданий жилищного и общественного назначения должно быть предусмотрено, чтобы среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе помещений ЭРОАRn + 4,6× ЭРОАTn не превышала 100 Бк/м3, а мощность эффективной дозы гамма-излучения не превышала мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.3. В эксплуатируемых зданиях среднегодовая эквивалентная равновесная объемная активность дочерних продуктов радона и торона в воздухе жилых помещений не должна превышать 200 Бк/м3. При более высоких значениях объемной активности должны проводиться защитные мероприятия, направленные на снижение поступления радона в воздух помещений и улучшение вентиляции помещений. Защитные мероприятия должны проводиться также, если мощность эффективной дозы гамма-излучения в помещениях превышает мощность дозы на открытой местности более чем на 0,2 мкЗв/ч.

5.3.4. Эффективная удельная активность (Аэфф) природных радионуклидов в строительных материалах (щебень, гравий, песок, бутовый и пилонный камень, цементное и кирпичное сырье и пр.), добываемых на их месторождениях или являющихся побочным продуктом промышленности, а также отходы промышленного производства, используемые для изготовления строительных материалов (золы, шлаки и пр.), не должна превышать:

- для материалов, используемых в строящихся и реконструируемых жилых и общественных зданиях (I класс):

Аэфф = АRa +1,3АTh +0,09АK £ 370 Бк/кг,

где АRa и АTh - удельные активности 226Rа и 232Тh, находящихся в равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, АK - удельная активность К-40 (Бк/кг);

- для материалов, используемых в дорожном строительстве в пределах территории населенных пунктов и зон перспективной застройки, а также при возведении производственных сооружений (II класс):

Аэфф£ 740 Бк/кг;

- для материалов, используемых в дорожном строительстве вне населенных пунктов (III класс):

Аэфф£ 1,5 кБк/кг.

При 1,5 кБк/кг < Аэфф£ 4,0 кБк/кг (IV класс) вопрос об использовании материалов решается в каждом случае отдельно по согласованию с федеральным органом госсанэпиднадзора. При Аэфф > 4,0 кБк/кг материалы не должны использоваться в строительстве.

5.3.5. При содержании природных и искусственных радионуклидов в питьевой воде, создающих эффективную дозу меньше 0,1 мЗв/год, не требуется проведения мероприятий по снижению ее радиоактивности. Этому значению дозы при потреблении воды 2 кг в сутки соответствуют среднегодовые значения удельной активности, приведенные в приложении П-2. При совместном присутствии в воде нескольких радионуклидов должно выполняться условие:

,

где Аi - удельная активность i-го радионуклида в воде,

УВi - соответствующий уровень вмешательства.

При невыполнении указанного условия защитные действия должны осуществляться с учетом принципа оптимизации.

Предварительная оценка допустимости использования воды для питьевых целей может быть дана по удельной суммарной альфа (Аa) - и бета (Аb) -активности, которая не должна превышать 0,1 и 1,0 Бк/кг.

При возможном присутствии в воде 3H, 14C, 131I, 210Pb, 228Ra и 232Th, определение удельной концентрации этих радионуклидов в воде является обязательным. Уровень вмешательства для 222Rn в питьевой воде составляет 60 Бк/кг.

Примечание: Критическим путем облучения людей за счет радона, содержащегося в питьевой воде, является переход радона в воздух помещения и последующее ингаляционное поступление дочерних продуктов радона.

Для минеральных и лечебных вод устанавливаются специальные нормативы.

5.3.6. Удельная активность природных радионуклидов в фосфорных удобрениях и мелиорантах не должна превышать:

АU + 1,5АTh£ 4,0 кБк/кг,

где АU и АTh - удельные активности урана-238 (радия-226) и тория-232 (тория-228), находящихся в радиоактивном равновесии с остальными членами уранового и ториевого рядов, соответственно.

5.4. Ограничение медицинского облучения

5.4.1. Принципы контроля и ограничения радиационных воздействий в медицине основаны на получении необходимой и полезной диагностической информации или терапевтического эффекта при минимально возможных уровнях облучения. При этом не устанавливаются пределы доз, но используются принципы обоснования назначения радиологических медицинских процедур и оптимизации мер защиты пациентов.

5.4.2. При проведении профилактических медицинских рентгенологических исследований и научных исследований практически здоровых лиц годовая эффективная доза облучения этих лиц не должна превышать 1 мЗв.

Установленный норматив годового профилактического облучения может быть превышен лишь в условиях неблагоприятной эпидемиологической обстановки, требующей проведения дополнительных исследований или вынужденного использования методов с большим дозообразованием. Такое решение о временном вынужденном превышении этого норматива профилактического облучения принимается областным, краевым (республиканским) управлением здравоохранения.

5.4.3. Проведение научных исследований на людях с источниками излучения должно осуществляться по решению федерального органа здравоохранения. При этом требуется обязательное письменное согласие испытуемого и предоставление ему информации о возможных последствиях облучения.

5.4.4. Лица (не являющиеся работниками рентгенорадиологического отделения), оказывающие помощь в поддержке пациентов (тяжелобольных, детей) при выполнении рентгенорадиологических процедур, не должны подвергаться облучению в дозе, превышающей 5 мЗв в год.

5.4.5. Мощность дозы гамма-излучения на расстоянии 0,1 метра от пациента, которому с терапевтической или диагностической целью введены радиофармацевтические препараты, не должна превышать при выходе из радиологического отделения 5 мкЗв/ч с расчетным снижением ее через 2 суток до 1 мкЗв/ч.

5.4.6. При использовании источников излучения в лечебных целях инструментальный контроль доз облучения пациентов является обязательным.

6. Требования по ограничению облучения населения в условиях радиационной аварии

6.1. В случае возникновения аварии должны быть приняты практические меры для восстановления контроля над источником излучения и сведения к минимуму доз облучения, количества облученных лиц, радиоактивного загрязнения окружающей среды, экономических и социальных потерь, вызванных радиоактивным загрязнением.

6.2. При радиационной аварии или обнаружении радиоактивного загрязнения ограничение облучения осуществляется защитными мероприятиями, применимыми, как правило, к окружающей среде и (или) к человеку. Эти мероприятия могут приводить к нарушению нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории, т.е. являются вмешательством, влекущим за собой не только экономический ущерб, но и неблагоприятное воздействие на здоровье населения, психологическое воздействие на население и неблагоприятное изменение состояния экосистем. Поэтому при принятии решений о характере вмешательства (защитных мероприятий) следует руководствоваться следующими принципами:

- предлагаемое вмешательство должно принести обществу и, прежде всего, облучаемым лицам больше пользы, чем вреда, т.е. уменьшение ущерба в результате снижения дозы должно быть достаточным, чтобы оправдать вред и стоимость вмешательства, включая его социальную стоимость (принцип обоснования вмешательства);

- форма, масштаб и длительность вмешательства должны быть оптимизированы таким образом, чтобы чистая польза от снижения дозы, т.е. польза от снижения радиационного ущерба за вычетом ущерба, связанного с вмешательством, была бы максимальной (принцип оптимизации вмешательства).

Если предполагаемая доза излучения за короткий срок (2 суток) достигает уровней, при превышении которых возможны клинически определяемые детерминированные эффекты (табл. 6.1), необходимо срочное вмешательство (меры защиты). При этом вред здоровью от мер защиты не должен превышать пользы здоровью пострадавших от облучения.

6.3. При хроническом облучении в течение жизни защитные мероприятия становятся обязательными, если годовые поглощенные дозы превышают значения, приведенные в таблице 6.2. Превышение этих доз приводит к серьезным детерминированным эффектам.

Таблица 6.1

Прогнозируемые уровни облучения,
при которых необходимо срочное вмешательство

Орган или ткань

Поглощенная доза в органе или ткани за 2 суток, Гр

Все тело

1

Легкие

6

Кожа

3

Щитовидная железа

5

Хрусталик глаза

2

Гонады

3

Плод

0,1

Таблица 6.2

Уровни вмешательства при хроническом облучении

Орган или ткань

Годовая поглощенная доза, Гр в год

Гонады

0,2

Хрусталик глаза

0,1

Красный костный мозг

0,4

6.4. Уровни вмешательства для временного отселения составляют: для начала временного отселения - 30 мЗв в месяц, для окончания временного отселения 10 мЗв в месяц. Если прогнозируется, что накапливаемая за месяц доза будет находиться выше указанных уровней в течение года, следует рассматривать вопрос об отселении людей на постоянное жительство.

6.5. При проведении противорадиационных вмешательств пределы доз (табл. 3.1) не применяются. Исходя из указанных принципов, при планировании защитных мероприятий на случай радиационной аварии органами госсанэпиднадзора устанавливаются уровни вмешательства (дозы и мощности доз облучения, уровни радиоактивного загрязнения) применительно к конкретному радиационному объекту и условиям его размещения с учетом вероятных типов аварии, сценариев развития аварийной ситуации и складывающейся радиационной обстановки.

Таблица 6.3

Критерии для принятия неотложных решений
в начальном периоде радиационной аварии.

Меры защиты

Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр

на все тело

щитовидная железа, легкие, кожа

уровень А

уровень Б

уровень А

уровень Б

Укрытие

5

50

50

500

Йодная профилактика:

взрослые

-

-

250*

2500*

дети

-

-

100*

1000*

Эвакуация

50

500

500

5000

* Только для щитовидной железы

Таблица 6.4

Критерии для принятия решений об отселении и ограничении
потребления загрязненных пищевых продуктов

Меры

Предотвращаемая эффективная доза, мЗв

защиты

уровень А

уровень Б

Ограничение потребления загрязненных продуктов питания и питьевой воды

5 за первый год

1 /год в последующие годы

50 за первый год

10 /год в последующие годы

Отселение

50 за первый год

500 за первый год

1000 за все время отселения

Таблица 6.5

Критерии для принятия решений об ограничении потребления загрязненных продуктов питания в первый год после возникновения аварии

Радионуклиды

Удельная активность радионуклида в пищевых продуктах, кБк/кг

уровень А

уровень Б

131I, 134Cs, 137Cs

1

10

90Sr

0,1

1,0

238Pu, 239Pu, 241Am

0,01

0,1

6.6. При аварии, повлекшей за собой радиоактивное загрязнение обширной территории, на основании контроля и прогноза радиационной обстановки устанавливается зона радиационной аварии. В зоне радиационной аварии проводится контроль радиационной обстановки и осуществляются мероприятия по снижению уровней облучения населения на основе изложенных в п.п. 6.1; 6.2; 6.4 принципов и подходов.

6.7. Принятие решений о мерах защиты населения в случае крупной радиационной аварии с радиоактивным загрязнением территории проводится на основании сравнения прогнозируемой дозы, предотвращаемой защитным мероприятием, и уровней загрязнения с уровнями А и Б, приведенными в табл. 6.3 - 6.5.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, не превосходит уровнь А, нет необходимости в выполнении мер защиты, связанных с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, а также хозяйственного и социального функционирования территории.

Если предотвращаемое защитным мероприятием облучение превосходит уровень А, но не достигает уровня Б, решение о выполнении мер защиты принимается по принципам обоснования и оптимизации с учетом конкретной обстановки и местных условий.

Если уровень облучения, предотвращаемого защитным мероприятием, достигает и превосходит уровень Б, необходимо выполнение соответствующих мер защиты, даже если они связаны с нарушением нормальной жизнедеятельности населения, хозяйственного и социального функционирования территории.

6.8. На поздних стадиях радиационной аварии, повлекшей за собой загрязнение обширных территорий долгоживущими радионуклидами, решения о защитных мероприятиях принимаются с учетом сложившейся радиационной обстановки и конкретных социально-экономических условий.

Вариант принятия решений применительно к последствиям аварийных прецедентов и локальных радиоактивных загрязнений приведен в приложении П-5.

6.9. Критерии принятия решений и производные уровни для ограничительных мер при авариях с диспергированием преимущественно урана, плутония, других трансурановых элементов устанавливаются специальным нормативным документом.

7. Требования к контролю за выполнением Норм

7.1. Радиационный контроль является важнейшей частью обеспечения радиационной безопасности, начиная со стадии проектирования радиационно-опасных объектов. Он имеет целью определение степени соблюдения принципов радиационной безопасности и требований нормативов, включая непревышение установленных основных пределов доз и допустимых уровней при нормальной работе, получение необходимой информации для оптимизации защиты и принятия решений о вмешательстве в случае радиационных аварий, загрязнения местности и зданий радионуклидами, а также на территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения. Радиационный контроль осуществляется за всеми источниками излучения, кроме приведенных в п. 1.4 Норм.

7.2. Радиационному контролю подлежат:

- радиационные характеристики источников излучения, выбросов в атмосферу, жидких и твердых радиоактивных отходов;

- радиационные факторы, создаваемые технологическим процессом на рабочих местах и в окружающей среде;

- радиационные факторы на загрязненных территориях и в зданиях с повышенным уровнем природного облучения;

- уровни облучения персонала и населения от всех источников излучения, на которые распространяется действие настоящих Норм.

7.3. Основными контролируемыми параметрами являются:

- годовая эффективная и эквивалентная дозы (см. табл. 3.1);

- поступление радионуклидов в организм и их содержание в организме для оценки годового поступления;

- объемная или удельная активность радионуклидов в воздухе, воде, продуктах питания, строительных материалах и др.;

- радиоактивное загрязнение кожных покровов, одежды, обуви, рабочих поверхностей;

- мощность дозы внешнего излучения;

- плотность потока частиц и фотонов.

Переход от измеряемых величин внешнего излучения к нормируемым определяется специальными методическими указаниями.

7.4. С целью оперативного контроля для всех контролируемых параметров по п.7.3 устанавливаются контрольные уровни. Значение этих уровней устанавливается таким образом, чтобы было гарантировано непревышение основных пределов доз и реализация принципа снижения уровней облучения до возможно низкого уровня.

При этом учитывается облучение от всех подлежащих контролю источников излучения, достигнутый уровень защищенности, возможность его дальнейшего снижения с учетом требований принципа оптимизации. Обнаруженное превышение контрольных уровней является основанием для выяснения причин этого превышения.

7.5. Администрация организации может вводить дополнительные, более жесткие числовые значения контролируемых параметров - административные уровни.

7.6. Государственный надзор за выполнением Норм радиационной безопасности осуществляют органы госсанэпиднадзора и другие органы, уполномоченные Правительством Российской Федерации в соответствии с действующими нормативными актами.

7.7. Контроль за соблюдением Норм в организациях, независимо от форм собственности, возлагается на администрацию этой организации. Контроль за облучением населения возлагается на органы исполнительной власти субъектов Российской Федерации.

При возникновении радиационной аварии:

- контроль за ее развитием, защитой персонала в организации и аварийных бригад осуществляется администрацией этой организации;

- контроль за облучением населения осуществляется местными органами власти и государственного надзора за радиационной безопасностью.

Контроль за медицинским облучением пациентов возлагается на администрацию органов и учреждений здравоохранения.

8. Значения допустимых уровней радиационного воздействия

8.1. Для каждой категории облучаемых лиц значение допустимого уровня радиационного воздействия для данного пути облучения определено таким образом, чтобы при таком уровне воздействия только одного данного фактора облучения в течение года величина дозы равнялась величине соответствующего годового предела (усредненного за пять лет), указанного в таблице 3.1.

В таблицах и приложениях запись вида 1,6-12 означает 1,6 ´ 10-12, а 1,6+12 - 1,6 ´ 10+12.

8.2. Значения допустимых уровней для всех путей облучения определены для стандартных условий, которые характеризуются следующими параметрами:

- объемом вдыхаемого воздуха V, с которым радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

- временем облучения t в течение календарного года;

- массой питьевой воды М, с которой радионуклид поступает в организм на протяжении календарного года;

- геометрией внешнего облучения потоками ионизирующего излучения.

Для персонала установлены следующие значения стандартных параметров: Vперс = 2,4 ´ 103 куб.м в год; tперс = 1700 ч в год; Mперс = 0.

Для населения установлены следующие значения стандартных параметров: tнас = 8800 ч в год; Mнас = 730 кг в год для взрослых. Годовой объем вдыхаемого воздуха установлен в зависимости от возраста:

Таблица 8.1

Годовой объем вдыхаемого воздуха для разных возрастных групп населения

Возраст, лет

до 1

1-2

2-7

7-12

12-17

Взрослые (больше 17)

V, тыс.куб.м в год

1,0

1,9

3,2

5,2

7,3

8,1

8.3. Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных аэрозолей, их химические соединения разделены на три типа в зависимости от скорости перехода радионуклида из легких в кровь:

- тип "М" (медленно растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, наблюдается компонента активности радионуклида, поступающая в кровь со скоростью 0,0001 сут-1;

- тип "П" (соединения, растворимые с промежуточной скоростью): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 0,005 сут-1;

- тип "Б" (быстро растворимые соединения): при растворении в легких веществ, отнесенных к этому типу, основная активность радионуклида поступает в кровь со скоростью 100 сут-1.

Для целей нормирования поступления радионуклидов через органы дыхания в форме радиоактивных газов выделены типы “Г” (Г1-Г3) газов и паров соединений некоторых элементов.

Распределение соединений элементов по типам при ингаляции в производственных условиях приведено в приложении П-3.

8.4. Приведенные в приложениях П-1 и П-2 значения дозовых коэффициентов, а также величин ПГПперс, ПГПнас, ДОАперс и ДОАнас для воздуха рассчитаны для аэрозолей с логарифмически нормальным распределением частиц по активности при медианном по активности аэродинамическом диаметре 1 мкм и стандартном геометрическом отклонении, равном 2,5. В расчетах использована модель органов дыхания, рекомендованная Публикацией 66 МКРЗ.

8.5. В приложении П-1 для персонала для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом приведены значения дозового коэффициента, допустимого годового поступления ПГПперс, допустимой среднегодовой объемной активности ДОАперс. В приложении П-1 не входят инертные газы, поскольку они являются источниками внешнего облучения, а также изотопы радона с продуктами их распада (см. разделы 4 и 5). Природные радионуклиды 87Rb, 115In, 144Nd, 147Sm и 187Re не включены в таблицу, поскольку они нормируются по их химической токсичности. Из-за химической токсичности урана поступление через ораны дыхания его соединений класса Б или П не должно превышать 2,5 мг в сутки и 500 мг в год.

Если химическая форма соединения данного радионуклида неизвестна, то следует использовать данные из приложения П-1 для соединения с наибольшим значением величины дозового коэффициента и, соответственно наименьшими значениями ПГПперс и ДОАперс.

8.6. В приложении П-2 для населения приведены:

а) для случая поступления радионуклидов с вдыхаемым воздухом - критическая возрастная группа, а также значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же возрастной группы и типа соединений, для которых допустимая среднегодовая объемная активность ДОАнас оказалась наименьшей;

б) для случая поступления радионуклидов с водой и пищей - критическая возрастная группа, значения дозового коэффициента и предела годового поступления ПГПнас для этой же группы, где ПГПнас наименьшее, а также уровень вмешательства по среднегодовой удельной активности в питьевой воде УВнас, рассчитанный согласно п. 5.3.5. УВнасв пищевых продуктах не приводятся и должны определяться по специальным методическим указаниям с учетом местных особенностей внутреннего и внешнего облучения населения - см. п. 5.2.4 и с обеспечением непревышения основных пределов доз (табл. 3.1) в нормальных условиях и критериев таблиц 6.4 и 6.5 при аварийном облучении.

8.7. В таблицах 8.2 - 8.8 приведены числовые значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц при внешнем облучении всего тела, кожи и хрусталика глаза лиц из персонала моноэнергетическими электронами (табл. 8.2-8.3), бета-частицами (табл. 8.4), моноэнергетическими фотонами (табл. 8.5-8.7) и моноэнергетическими нейтронами (табл. 8.8). Значения среднегодовых допустимых плотностей потоков частиц даны для широкого диапазона энергий излучения и двух наиболее вероятных геометрий облучения: изотропного (2p или 4p) поля излучения и падения параллельного пучка излучения на тело спереди (передне-задняя геометрия).

8.8. В таблице 8.9 приведены значения допустимого радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей, кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты персонала. Для кожи, спецодежды, спецобуви, средств индивидуальной защиты нормируется общее (снимаемое и неснимаемое) радиоактивное загрязнение. В остальных случаях нормируется только снимаемое загрязнение.

Уровни общего радиоактивного загрязнения кожи определены с учетом проникновения доли радионуклида в кожу и в организм. Расчет произведен в предположении, что общая площадь загрязнения не должна превосходить 300 см2.

8.9. Минимально значимые удельная активность (МЗУА) и активность в помещении или на рабочем месте (МЗА) приведены в приложении П-4.

Таблица 8.2

Значения эквивалентной дозы и среднегодовые допустимые плотности потока
моноэнергетических электронов для лиц из персонала при облучении кожи

Энергия электронов, МэВ

Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс,

10-10 Зв´ см2

Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2 ×с-1

*ИЗО

*ПЗ

*ИЗО

*ПЗ

0,07

0,3

2,2

2700

370

0,10

5,7

16,6

140

50

0,20

5,6

8,3

150

100

0,40

4,3

4,6

190

180

0,70

3,7

3,4

220

240

1,00

3,5

3,1

230

260

2,00

3,2

2,8

260

290

4,00

3,2

2,7

260

300

7,00

3,2

2,7

260

300

10,0

3,2

2,7

260

300

* ИЗО - изотропное (2p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.3

Значения эквивалентной дозы, нормированные на флюенс,
и среднегодовые допустимые плотности потока при облучении хрусталиков глаз
моноэнергетическими электронами для лиц из персонала

Энергия электронов, МэВ

Эквивалентная доза в хрусталике на единичный флюенс, 10-10 Зв× см2

Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2×с-1

ИЗО*

ПЗ*

ИЗО*

ПЗ*

0,80

0,08

0,45

3100

540

1,00

0,75

3,0

330

80

1,50

1,9

5,2

130

50

2,00

2,2

4,8

110

50

4,00

2,6

3,3

95

75

7,00

2,9

3,1

85

80

10,0

3,0

3,0

80

80

* ИЗО - изотропное (2p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.4

Значения эквивалентной дозы, нормированные на флюенс,
и среднегодовые допустимые плотности потока
при контактном облучении кожи бета-частицами для лиц из персонала

Средняя энергия бета-спектра, МэВ

Эквивалентная доза в коже на единичный флюенс, 10-10 Зв× см2

Среднегодовая допустимая плотность потока ДППперс, см-2×с-1

0,05

1,0

820

0,07

1,8

450

0,10

2,6

310

0,15

3,4

240

0,20

3,8

215

0,30

4,3

190

0,40

4,5

180

0,50

4,6

180

0,70

4,8

170

1,00

5,0

165

1,50

5,2

160

2,00

5,3

155

Таблица 8.5

Значения эффективной дозы, нормированные на величину поглощенной дозы
в воздухе, и среднегодовые допустимые уровни внешнего облучения
всего тела моноэнергетическими фотонами для лиц из персонала

Энергия фотонов, МэВ

Эффективная доза на единичную поглощенную дозу в воздухе, Зв× Гр-1

Среднегодовая допустимая мощность поглощенной дозы в воздухе, мкГр× ч-1

Поглощенная доза в воздухе на единичный флюенс, 10-12 Гр× см2

ИЗО*

ПЗ*

ИЗО*

ПЗ*

1,0-2

2,7-3

6,5-3

4,36+3

1,81+3

7,43

1,5-2

1,2-2

4,0-2

9,80+2

2,94+2

3,12

2,0-2

3,6-2

1,2-1

3,27+2

9,80+1

1,68

3,0-2

1,4-1

4,2-1

8,40+1

2,80+1

7,2-1

4,0-2

3,3-1

7,9-1

3,56+1

1,49+1

4,3-1

5,0-2

5,1-1

1,11

2,31+1

1,06+1

3,2-1

6,0-2

6,4-1

1,31

1,84+1

8,98

2,9-1

8,0-2

7,5-1

1,43

1,57+1

8,22

3,1-1

1,0-1

7,5-1

1,39

1,57+1

8,46

3,7-1

1,5-1

7,0-1

1,26

1,68+1

9,33

6,0-1

2,0-1

6,8-1

1,17

1,73+1

1,01+1

8,6-1

3,0-1

6,7-1

1,09

1,76+1

1,08+1

1,38

4,0-1

6,7-1

1,06

1,76+1

1,11+1

1,89

5,0-1

6,8-1

1,04

1,73+1

1,13+1

2,38

6,0-1

6,8-1

1,02

1,73+1

1,15+1

2,84

8,0-1

7,0-1

1,01

1,68+1

1,16+1

3,69

1,0

7,2-1

1,00

1,63+1

1,18+1

4,47

2,0

7,7-1

9,9-1

1,53+1

1,19+1

7,55

4,0

8,2-1

9,9-1

1,43+1

1,19+1

12,1

6,0

8,5-1

9,9-1

1,38+1

1,19+1

16,1

8,0

8,6-1

9,9-1

1,37+1

1,19+1

20,1

10,0

8,7-1

9,9-1

1,35+1

1,19+1

24,0

* ИЗО - изотропное (4p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.6

Значения эквивалентной дозы, нормированные на величину поглощенной дозы
в воздухе, и среднегодовые допустимые уровни облучения кожи
моноэнергетическими фотонами для лиц из персонала

Энергия фотонов, МэВ

Эквивалентная доза в коже на единичную поглощенную дозу в воздухе, Зв× Гр-1

Среднегодовая допустимая мощность поглощенной дозы в воздухе, мкГр× ч-1

ИЗО*

ПЗ*

ИЗО*

ПЗ*

1,0-2

0,83

0,95

350

310

2,0-2

0,99

1,05

300

280

3,0-2

1,14

1,22

260

240

5,0-2

1,43

1,53

210

190

1,0-1

1,48

1,55

200

190

1,5-1

1,38

1,42

210

210

3,0-1

1,30

1,31

225

225

4,0-1

1,26

1,26

230

230

5,0-1

1,23

1,23

240

240

6,0-1

1,21

1,21

245

245

8,0-1

1,19

1,19

250

250

1,0

1,17

1,17

250

250

2,0

1,14

1,14

260

260

4,0

1,12

1,12

265

265

6,0

1,11

1,11

265

265

8,0

1,11

1,11

265

265

10,0

1,10

1,10

270

270

* ИЗО - изотропное (2p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.7

Значения эквивалентной дозы, нормированные на величину поглощенной дозы
в воздухе, и среднегодовые допустимые уровни облучения хрусталиков глаз
моноэнергетическими фотонами для лиц из персонала

Энергия фотонов, МэВ

Эквивалентная доза в хрусталике на единичную поглощенную дозу в воздухе, Зв× Гр-1

Среднегодовая допустимая мощность поглощенной дозы в воздухе, мкГр× ч-1

ИЗО*

ПЗ*

ИЗО*

ПЗ*

1,0-2

0,09

0,30

980

290

1,5-2

0,24

0,66

370

130

2,0-2

0,37

0,91

240

97

3,0-2

0,52

1,20

170

74

4,0-2

0,64

1,33

140

66

5,0-2

0,74

1,42

120

62

6,0-2

0,81

1,49

110

59

8,0-2

0,86

1,55

100

57

1,0-1

0,88

1,53

97

58

1,5-1

0,91

1,43

99

62

2,0-1

0,89

1,36

102

65

3,0-1

0,87

1,28

104

69

4,0-1

0,84

1,23

105

72

5,0-1

0,84

1,20

106

74

6,0-1

0,84

1,17

106

75

8,0-1

0,84

1,14

105

78

1,0

0,84

1,11

105

79

2,0

0,88

1,05

100

84

4,0

0,92

1,00

96

87

6,0

0,94

0,97

94

91

8,0

0,95

0,95

93

93

10,0

0,96

0,93

92

95

* ИЗО - изотропное (4p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.8

Значения эффективной дозы, нормированные на флюенс,
и среднегодовые допустимые плотности потока при внешнем облучении
всего тела моноэнергетическими нейтронами для лиц из персонала

Энергия нейтронов, Мэв

Эффективная доза на единичный флюенс, 10-12 Зв× см2

Среднегодовая допустимая плотность потока, ДППперс, см-2×с-1

ИЗО*

ПЗ*

ИЗО*

ПЗ*

тепл. нейтроны

1,2

3,0

2,8+3

1,1+3

2,0-7

2,0

5,0

1,7+3

6,6+2

5,0-7

2,5

5,8

1,3+3

5,7+2

6,0-6

2,8

6,5

1,2+3

5,1+2

5,0-6

2,8

7,0

1,2+3

4,7+2

1,0-5

2,8

7,2

1,2+3

4,6+2

5,0-5

2,9

7,5

1,1+3

4,5+2

1,0-4

3,0

7,5

1,1+3

4,5+2

5,0-4

3,0

7,0

1,1+3

4,7+2

1,0-3

3,0

6,8

1,1+3

4,9+2

5,0-3

3,0

7,1

1,1+3

4,7+2

1,0-2

3,4

8,5

1,0+3

3,9+2

2,0-2

4,5

11

7,3+2

3,0+2

3,0-2

6,0

13

5,5+2

2,5+2

5,0-2

7,5

19

4,4+2

1,7+2

7,0-2

9

24

3,7+2

1,4+2

1,0-1

12

34

7,7+2

1,0+2

2,0-1

21

55

1,6+2

6,0+1

3,0-1

30

75

1,1+2

4,5+1

5,0-1

47

121

7,0+1

2,7+1

7,0-1

68

155

4,8+1

2,1+1

9,0-1

74

184

4,4+1

1,8+1

1,0

75

197

4,4+1

1,7+1

2,0

137

305

2,4+1

1,1+1

3,0

176

320

1,9+1

1,0+1

4,0

198

335

1,7+1

9,8

5,0

221

352

1,5+1

9,4

6,0

232

357

1,4+1

9,3

7,0

246

360

1,3+1

9,2

8,0

257

372

1,3+1

8,8

9,0

268

390

1,2+1

8,5

10,0

279

415

1,2+1

7,9

12,0

307

460

1,1+1

7,2

14,0

335

480

9,8

6,9

* ИЗО - изотропное (4p) поле излучения, ПЗ - облучение параллельным пучком в передне-задней геометрии.

Таблица 8.9

Допустимые уровни радиоактивного загрязнения рабочих поверхностей,
кожи (в течение рабочей смены), спецодежды и средств индивидуальной защиты, част/(мин
´ см2)

Объект загрязнения

Альфа-активные нуклиды*

Бета- активные

отдельные**

прочие

нуклиды

Неповрежденная кожа, спецбелье, полотенца, внутренняя поверхность лицевых частей средств индивидуальной защиты

2

2

200***

Основная спецодежда, внутренняя поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, наружная поверхность спецобуви

5

20

2000

Поверхности помещений постоянного пребывания персонала и находящегося в них оборудования

5

20

2000

Поверхности помещений периодического пребывания персонала и находящегося в них оборудования

50

200

10000

Наружная поверхность дополнительных средств индивидуальной защиты, снимаемой в саншлюзах

50

200

10000

Примечания:

*Для поверхности рабочих помещений и оборудования, загрязненных альфа-активными радионуклидами, нормируется снимаемое (нефиксированное) загрязнение; для остальных поверхностей - суммарное (снимаемое и неснимаемое) загрязнение

**К отдельным относятся альфа-активные нуклиды, среднегодовая допустимая объемная активность которых в воздухе рабочих помещений ДОА < 0,3 Бк/м3.

*** Установлены следующие значения допустимых уровней загрязнения кожи, спецбелья и внутренней поверхности лицевых частей средств индивидуальной защиты для отдельных радионуклидов:
- для Sr-90 + Y-90 - 40 част/(мин ´ см2);

Показать в формате для печати